U našoj zemlji prve procjene svojstava spektra brzih neutrona primijenjenog na nuklearne reaktore napravljene su 1946. godine na inicijativu I.V. Kurchatov. Od 1949. godine, A.I. Leipunsky, pod čijim naučnim vodstvom, otprilike u isto vrijeme, proračunom je prikazana mogućnost proširene reprodukcije nuklearnog goriva i upotrebe tečnog metala rashladnog sredstva u reaktorima sa spektrom brzih neutrona. Opsežna istraživanja s ciljem razvoja fizičkih i fizičko-tehničkih osnova brzih reaktora započela su na Institutu za fiziku i energiju u Obninsku, a potom i u mnogim drugim organizacijama.

Sprovođenje istraživanja fizičkih i inženjerskih problema reaktora na brzi neutroni IPPE je izgradio i pustio u rad kritične sklopove (reaktori "nulte" snage) i istraživačke reaktori (IR) na brzim neutronima: BR-1 (1955.), BR-2 (1956.), BR-5 (1959.), BFS-1 (1961), BFS-2 (1969), BR-10 (rekonstrukcija BR-5, 1973).

Kao rezultat provedenih studija na ovim prvim postrojenjima, potvrđena je mogućnost postizanja faktora razmnožavanja nuklearnog goriva u brzim reaktorima KV>1, preporučen je uranijev dioksid kao glavno nuklearno gorivo, a tekući natrij kao glavno rashladno sredstvo.

Prvi demonstracioni brzi reaktor bio je sada operativni istraživački reaktor BOR-60.

• sticanje iskustva u radu reaktora na brzim neutronima veće snage;
• verifikacija metoda za proračun neutronsko-fizičkih karakteristika (kritična masa, polje oslobađanja toplote, proizvodnja i kvalitet plutonijuma, koeficijenti reaktivnosti);
• provjera pouzdanosti opreme, goriva; postrojenje za desalinizaciju morska voda, provjera sigurnosnih sistema;
• problemi sa naftom, sa generatorima pare, sa gorivim šipkama, bubnjem istrošenih sklopova (BOS), sa sistemom za dopunu goriva, sa konstrukcijskim materijalima gorivih šipki, gorivnim sklopovima i njihovim rešenjima;
• materijalnonaučne studije, istraživanje omjera reprodukcije, provjera prirodne cirkulacije, eksperiment sa ulaskom u režim ključanja u gorivim sklopovima, eksperimenti dinamike razvoja curenja međupetlji.

Brzi reaktor BN-600 - koji radi kao dio elektrane snage 600 MW - opskrbljuje mrežu električnom energijom od 1980. godine. Koristi uglavnom gorivo na bazi uranijum oksida obogaćenog na 17, 21 i 26% i malu količinu MOX goriva. Ovo je reaktor integralnog tipa, srednji natrijum-natrijum izmjenjivači topline i glavne cirkulacione pumpe nalaze se u reaktorskoj posudi. Pritisak natrijum rashladne tečnosti u kućištu je neznatno (za 0,05 MPa) viši od atmosferskog pritiska, tako da je rizik od pucanja kućišta isključen. Parni generatori postavljeni izvan trupa dovode paru do tri turbogeneratora od 200 MW.

Dana 27. juna 2014. godine izvršeno je fizičko puštanje u rad bloka br. 4 sa reaktorom BN-800; Reaktor je počeo da radi koristeći takozvanu hibridnu jezgru, u kojoj glavni deo (84%) čine gorivni sklopovi sa uranijumskim gorivom, a 16% - gorivi sklopovi sa MOX gorivom. Prelazak ovog reaktora na puno opterećenje MOX gorivom planiran je za 2019. Izgrađeno je postrojenje za proizvodnju MOX goriva.

Reaktor BN-800 koristi kako dokazana tehnička rješenja implementirana u BN-600 tako i nova koja značajno povećavaju sigurnost elektrane, kao što su: nulti efekat reaktivnosti praznine natrijuma, hidraulički ponderisane šipke za hitnu zaštitu koje rade kada je protok rashladne tečnosti smanjuje se, pasivni sistemi za hitno hlađenje, ispod jezgra je predviđena posebna „zamka“ za prikupljanje i zadržavanje taline i fragmenata jezgre kada je uništeno kao rezultat teške nesreće, povećava se seizmička otpornost konstrukcije.

Brzi reaktori koji trenutno rade u svijetu

Reaktor	Status reaktora, raspored, rashladna tečnost	Snaga (termalna/ električni)	Gorivo	Država	Godine rada
BOR-60	Istraživanje, petlja, natrijum	55/10	oksid	Rusija	1969-2020
BN-600		1470/600	oksid	Rusija	1980-2020
BN-800	Pilot, integrisan, natrijum	2100/800	MOX	Rusija	2016-2043
FBTR		40/13,2	karbid (metal)	Indija	1985-2030
PFBR	Prototip, integralni, natrijum	1250/500	oksid (metal)	Indija	-
CEFR	Eksperimentalni, integralni, natrijum	65/20	oksid (MOX)	kina	2010-2040
Joyo	Eksperimentalni, integralni, natrijum	140/-	oksid	Japan	1978-2007, trenutno u dugotrajnoj rekonstrukciji, moguće lansiranje 2021.
Monju	Prototip, petlja, natrijum	714/280	oksid	Japan	1994-96, 2010, razgradnja japanske vlade

Japanska vlada odlučila je da potpuno razgradi nuklearnu elektranu Mondžu, jedinu nuklearnu elektranu u zemlji s reaktorom na brzim neutronima.

Agencija za nuklearnu regulaciju (NRA) odgodila je razmatranje ponovnog pokretanja brzog istraživačkog reaktora natrijum JOYO. JOYO-ov zahtjev za odobrenje ponovnog pokretanja podnio je regulatoru 30. marta 2017. Aplikacija ne sadrži procijenjeni datum ponovnog pokretanja.

Tako se od 1972. godine (od lansiranja BN-350) u našoj zemlji koriste brzi reaktori za proizvodnju električne energije i desalinizaciju vode. Trenutno je Rusija jedina zemlja na svijetu koja u strukturi svoje nuklearne industrije ima reaktore na brzim neutronima. To je postignuto činjenicom da su samo u našoj zemlji uspješno završene sve potrebne faze savladavanja BN tehnologije – brzih reaktora hlađenih natrijumom.

I izgledi koje liderstvo u ovoj oblasti donosi.

Nuklearne tehnologije u Rusiji su oduvijek bile okupirane posebno mjesto: obezbjeđivali stratešku sigurnost, održavali globalni paritet u fazama superiornosti protivnika na svjetskoj sceni u oblasti vojnih tehnologija, osiguravali energetsku sigurnost. AT savremeni svet razvoj nuklearnih i radijacionih tehnologija jedan je od pokretača industrijske i razvoj zajednice(veliki tehnološki projekat neminovno se ispostavlja kao stub uticaja na obrazovanje, ekologiju, privredu i kulturu).

Trenutno svijet duguje oko 13% sve proizvedene električne energije nuklearnoj tehnologiji, s najnižom cijenom po kilovat-satu i najmanjim zagađenjem okoliša.

Prilikom izgradnje nuklearne elektrane, kako bi se postigle barem neke brojke o utjecaju na okoliš i emisiji CO2, uzimaju se u obzir čak i emisije dizel agregata graditelja.

Sa čisto tehnološke tačke gledišta, vrijedi napomenuti da su zavidne performanse nuklearne energije postignute korištenjem reaktora koji rade na "toplinskim" ili "sporim" neutronima - neutronima koji su prošli kroz poseban moderator (voda, teška voda ili grafit), izbacio višak energije i pokrenuo samoodrživu nuklearnu lančanu reakciju. U skladu s tim, broj slobodnih neutrona dostupnih za nuklearnu reakciju i sposobnost goriva da ih uhvati određuju brzinu reakcije i mnoge inženjerske i dizajnerske probleme koje je potrebno riješiti za uspješan rad nuklearni reaktor. Prema zapažanjima naučnika, u tehnologiji takozvanih brzih reaktora (tzv. "reaktori" ili "reaktori za razmnožavanje") - postoji višak neutrona, formira se neutronski tok od 2,3 slobodna neutrona naspram 1 za termičke reaktore. Ovaj kolosalni potencijal, pored direktnih primjena za proizvodnju energije, može se koristiti za reprodukciju nuklearnog goriva i za rješavanje drugih problema: kogeneracija električne i toplotne energije, desalinizacija vode, proizvodnja vodika i dr.

Nuklearna energetska industrija koja danas posluje koristi gotovo isključivo uranijum-235 kao gorivo, čiji je sadržaj samo 0,7% u fosilnom uranijumu. Do operativne količine, postotak uranijuma-235 in gorivne ćelije proizveden posebnim postupcima obogaćivanja. Brzi reaktori mogu da proizvedu plutonijum koji je uključen u proizvodnju uranijuma-238, koji sada ide u skladišta/deponije, čiji sadržaj u iskopanoj rudi iznosi preostalih 99,3%; a plutonijum je zauzvrat odličan kao gorivo za termalne reaktore koji danas rade, odnosno u brzim reaktorima se proizvodi više goriva nego što se troši!

Prema procjenama IAEA, dokazane rezerve uranijuma-235 trajat će otprilike 85 godina, što je red veličine manje od nafte ili plina. Čini se da takva nuklearna energija nema dugoročnu budućnost. Ali slika se dramatično mijenja kada se uzme u obzir masovno uvođenje nuklearnih reaktora na brze neutrone i zatvaranje gorivnog ciklusa.

Ova verzija razvoja otvara se za korištenje svih Prirodni resursi uranijum (235 i 238), kao i torij i nagomilani plutonijum za oružje, a onda će dokazane rezerve biti dovoljne za (prema različite procjene) otprilike 2500 godina, uzimajući u obzir stalni porast potrošnje energije i oskudicu resursa prema Malthusu. Nije iznenađujuće da su se uzgajivači od samog početka razvoja nuklearne energije oslanjali na buduću osnovu globalne nuklearne industrije. Nivo razvoja tehnologije djeluje kao „ograničavač“: rad s brzim reaktorima, koji podrazumijeva zatvaranje gorivnog ciklusa, i dalje zahtijeva skup i složen kompleks za preradu i reciklažu ozračenog nuklearnog goriva. Ali, uprkos većim jediničnim troškovima prerade SNF-a iz brzih reaktora, manje količine prerađenih materijala potrebnih za proizvodnju jedinice plutonijuma čine ovaj proces vraški mnogo ekonomičnijim od današnje prerade otpada iz termičkih reaktora.

Kad smo kod nagomilanog radioaktivnog otpada: brzi reaktori omogućavaju preradu plutonijuma i minornih aktinida (neptunijum, americij, kurijum) koji se izdvajaju iz istrošenog goriva konvencionalnih termičkih reaktora (mali aktinidi trenutno predstavljaju vrlo opasan dio radioaktivnog otpada). Istrošeno gorivo iz sporih reaktora je novo gorivo za budućnost nuklearne energije, a ta budućnost je već tu. A čak dva preduzeća sposobna za preradu ozračenog nuklearnog goriva nalaze se u Rusiji. Takvih fabrika u svetu nema mnogo više od dve ruske.

Svjetska trka za brze reaktore

Prvi nuklearni reaktor na svijetu bio je "spor": sagradio ga je Enrico Fermi ispod zapadnih tribina fudbalskog igrališta Univerziteta u Čikagu od blokova grafita i uranijuma, lansiran 28 minuta uz pomoć takve i takve majke 1942. godine i imao je apsolutno nikakva zaštita od zračenja i sistema hlađenja. Prema prilično tačnom opisu samog gospodina Fermija, ovaj razvoj je izgledao kao "vlažna gomila crnih cigli i drvenih trupaca", što je u stvari i bilo. Ali čak i tada je sanjao o izgradnji brzog reaktora.

Prvi brzi reaktori pojavili su se u Americi: u Los Alamosu 1946. godine pokrenut je štand Clementine, u kojem je živa djelovala kao prilično egzotična rashladna tekućina; a 1951. godine u Ajdahu je pušten u rad prvi energetski reaktor EBR-1 (Experimental Breeder Reactor) snage samo 0,2 MW, koji je pokazao mogućnost istovremene proizvodnje električne energije i nuklearnog goriva u jednom uređaju i pokrenuo istoriju nuklearne energije . Kasnije, 1963. godine, u Detroitu je lansiran pilot reaktor Enrico Fermi na brzim neutronima, kapaciteta oko 100 MW, ali nakon samo tri godine došlo je do ozbiljne nesreće sa topljenjem dijela jezgra - međutim, bez posljedica po okolina ili ljudi.

Mogućnost proširene proizvodnje plutonija potrebnog za sovjetski nuklearni projekt dokazana je na prvom sovjetskom istraživačkom reaktoru nomenklaturno nepretencioznog naziva BR-1, lansiranom u Obninsku 1956. godine. Samo na starijoj verziji BR-5, kreiranoj 1959. godine, bilo je moguće dobiti podatke potrebne za razvoj energetskog brzog reaktora. Kasnije, 1970. godine, pušten je u rad eksperimentalni reaktor BOR-60 u RIAR-u (Dimitrovgrad), koji grad i danas obezbeđuje toplotom i električnom energijom. Nadalje, tehnologija je testirana i na prvom svjetskom energetskom reaktoru na brzim neutronima BN-350, koji je počeo sa radom 1973. godine i koji se bavio proizvodnjom električne energije i desalinizacijom vode u stepama do njegovog gašenja 1990-ih. Međutim, BN-350 je zaustavljen ne zbog iscrpljenosti njegovih tehničkih resursa, već zbog zabrinutosti za kvalitet njegovog rada nakon raspada SSSR-a.

1980. godine, od danas, to je jedini operativni reaktor na brzim neutronima u svijetu. Danas je reaktor nove generacije BN-1200, namenjen serijskoj gradnji, već u fazi tehničkog projektovanja - njegovo puštanje u rad predviđeno je za 2025. godinu. Takođe do 2020. godine na teritoriji Sibira hemijsko postrojenje u Seversku je planirano pokretanje brzog reaktora snage 300 MW sa olovno-bizmutnim rashladnim sredstvom - ova tehnologija je decenijama testirana u reaktorima podmornica i ledolomaca.

Krajem 1950-ih, Engleska i Francuska pridružile su se liderima nuklearne trke sa svojim vlastitim projektima. Godine 1986. konzorcij europskih zemalja spojio je reaktor Superfeniks na mrežu, prilikom čijeg stvaranja su posuđena neka od rješenja koja su ranije bila utjelovljena u sovjetskom BN-600, ali je 1996. projekat zatvoren bez prava na uskrsnuće. Činjenica je da je naporima masovnih medija oko Superphoenixa napuhana masovna histerija: reaktor u izgradnji bio je povezan prvenstveno s proizvodnjom plutonijuma.

Slomovi napuhani na medijskom polju rezultirali su šezdeset hiljada protesta koji su se pretvorili u ulične nerede, a godinu dana nakon fizičkog lansiranja, zgrada nuklearne elektrane je ispaljena u pet rafala preko Rone iz sovjetskog protutenkovskog RPG-7. bacač granata.

Na sreću, autori ove proslave života nisu mogli nanijeti značajnu štetu stanici. Ali projekat je ubrzo napušten. Međutim, 2010. godine Francuzi se ponovo vraćaju izgradnji reaktora na brzim neutronima hlađenog natrijumom - projekat se zove "Astrid", planirani kapacitet je 600 MW. I iako se Francuska oslanja na sopstveni razvoj u svom programu brzih reaktora, ona i dalje uglavnom koristi ruska postrojenja za obogaćivanje.

Kinezi nastoje sustići i prestići sve u svijetu, dijelom i zbog toga što ih je ovdje pretekla Indija, koja će ove godine, nakon brojnih odgađanja, pokrenuti demonstracijski brzi reaktor vlastitog dizajna PFBR-500. Nakon njegovog puštanja u rad, Indija želi započeti izgradnju serije od šest komercijalnih elektrana od po 500 MW i izgraditi postrojenje za preradu nuklearnog goriva na istom području, uključujući vlastiti torij za nuklearno gorivo, kojeg imaju dosta.

Japanci pak, suprotno očekivanoj reakciji nakon nesreće u Fukušimi, nastavljaju da oživljavaju brzi reaktor Monzu, koji je radio od 1994. do 1995. godine. Inače, ne treba se zavaravati oko tragedije u Fukušimi: nuklearnu energiju općenito karakterizira cikličan razvoj. Nakon svake nesreće (Ostrvo tri milje, Černobil, Fukušima), interes za nuklearne elektrane blago slabi, ali tada potražnja za električnom energijom opet diktira svoj kategorički imperativ - i sada se puštaju u rad sljedeće generacije reaktora, s novim tipovima zaštitnih mehanizama.

Ukupno je u svijetu razvijeno oko 30 koncepata brzih reaktora, od kojih su neki eksperimentalno testirani "u hardveru". Ali danas se samo jedna zemlja može pohvaliti dokazanim tehnologijama i nesmetanim radom industrijskih brzih reaktora u svom nacionalnom portfelju - a to je Rusija.

Složeni inženjering

Prednosti brzih reaktora su očigledne, kao i inženjerska složenost njihovog stvaranja. Nedostatak potrebnih tehnologija jedan je od ključnih razloga zašto su brzi reaktori ovog trenutka nema više rasprostranjena. Kao što je ranije navedeno, voda, moderator neutrona, ne može se koristiti u brzim reaktorima; stoga se metali koriste u tečno stanje: od najčešćeg natrijuma do legura olova i bizmuta. Upotreba tečnog metala za hlađenje u uslovima mnogo intenzivnijeg oslobađanja energije nego u tradicionalnim reaktorima predstavlja još jedan ozbiljan problem - nauku o materijalima. Sve komponente reaktorske posude pod pritiskom i sistema unutar reaktora moraju biti izrađene od specijalnih materijala otpornih na koroziju koji mogu izdržati 550°C tipično za tečni natrijum u brzom reaktoru.

Problem izbora pravih materijala stvorio je mnoge izazove za neiscrpnu snalažljivost domaćih inženjera. Kada se jedan gorivni sklop savio u aktivnoj zoni radnog reaktora da bi ga dobio, francuski nuklearni naučnici su izmislili složen i skup način da se "progleda" kroz sloj tečnog natrijuma. Kada su Rusi imali isti problem, naši inženjeri su odlučili da elegantno koriste jednostavnu video kameru postavljenu u neku vrstu ronilačko zvono- cijev sa argonom koji puše odozgo, što je omogućilo operaterima da brzo i efikasno dobiju oštećene gorive elemente.

Naravno, inženjerska složenost brzog reaktora utječe na njegovu cijenu, koja je trenutno, kada su brzi reaktori više u konceptualnom polju, znatno veća nego kod termalnih reaktora. Svi procesi za zatvaranje ciklusa nuklearnog goriva također su prilično skupi: tehnologije su dostupne, testirane su, testiraju se i razvijaju, ali tek treba da budu dovedene na komercijalni nivo. Na sreću, za Rusiju je to pitanje naredne dve-tri decenije.

Meka snaga brzih neutrona

Neosporna tehnološka superiornost Rusije na polju zatvaranja ciklusa nuklearnog goriva, očigledno, mora se strateški implementirati na svjetskoj sceni. Rusija može preuzeti teret liderstva u stvaranju takve globalne infrastrukture koja bi osigurala jednak pristup svim zainteresovanim državama atomska energija, ali bi istovremeno pouzdano garantovao poštivanje zahtjeva režima neširenja. Plan implementacije ove inicijative uključuje sljedeće oblasti:

Stvaranje međunarodnih centara za obogaćivanje uranijuma (ICUE), od kojih se prvi nalazi u Angarsku;

Formiranje međunarodnih centara za preradu i skladištenje istrošenog nuklearnog goriva (nije svejedno, oblizujte se na našim otvorenim prostorima);

Stvaranje međunarodnih centara za obuku kvalifikovanog kadra za nuklearne elektrane i zajednički istraživački rad u oblasti nuklearnih tehnologija zaštićenih od neovlašćenog širenja.

Najrazvijeniji dio predloženog programa od danas je postao tačka na stvaranju IUEC-a: takvi centri funkcionišu kao zajednička komercijalna preduzeća koja ne uživaju podršku države. U odboru direktora ovakvih preduzeća trebalo bi da budu državni službenici, zaposleni u kompanijama nuklearnog goriva i eksperti IAEA, štaviše, potonji će biti konsultanti bez prava glasa, čiji će cilj biti verifikacija rada centra i overavanje njegovih pojedinačnih radnji. Shodno tome, nenuklearnim zemljama neće biti dozvoljen pristup tehnologijama obogaćivanja, a to je prilično ozbiljno pitanje.

Nažalost, preostale odredbe inicijative za stvaranje globalne infrastrukture za nuklearnu energiju nisu dobile sadržajan sadržaj. S tim u vezi nameće se prirodno pitanje: postoje li garancije da se ove verzije političkog iskorištavanja tehničkog potencijala neće pokazati kao zaboravljene fantazije na papiru?

Izvući se iz ove situacije, privući širok spektar zemlje u razvoju zainteresovani za miroljubivo korišćenje nuklearne energije, da bi se pokrenuo program međunarodnih centara za nuklearno-gorivni ciklus, potrebno je ove predloge ispuniti prognostičkim istraživanjima i naučno-tehničkim sadržajem.

Privučeni velikima istraživački projekti u oblasti ekonomije nuklearne energije, male države i države u razvoju su u mogućnosti da vide svoje specifične koristi od učešća u implementaciji ovih inicijativa i razumeju koje promene su potrebne u njihovim nacionalnim programima.

Priznati napredni nivo tehnologije brzih reaktora u Rusiji, jedinoj zemlji koja koristi industrijski reaktor ovog tipa, u kombinaciji s iskustvom u preradi nuklearnog goriva, omogućit će Rusiji da dugoročno preuzme ulogu jednog od svjetskih lidera u nuklearnoj energiji.

Uspješna implementacija ruskih prijedloga za stvaranje globalne nuklearne infrastrukture je važan faktor za budući razvoj globalne energije, da ne spominjemo Rusko mesto u ovom razvoju. Implementacija ruskih prijedloga može na kraju ne samo osigurati sigurnost globalne nuklearne energije i njenu gotovo beskonačnu samodovoljnost gorivom, već i preoblikovati krajolik tržišta električne energije u cjelini: prijetnja nestašice svih vrsta fosilnih goriva, uključujući uranijum, u određenoj fazi će postati mnogo bliži i stvarniji nego što može da izgleda.

Kao odgovor na rastuće globalne cijene ugljovodonika posljednjih godina dvadeset godina raste interesovanje za alternativnu energiju. Međutim, postoji niz razloga za vjerovanje da jedina razumna alternativa tradicionalnoj termalnoj proizvodnji može biti samo nuklearna energija. Napisane su vrlo ozbiljne i debele knjige o upoređivanju perspektiva nuklearne energije i obnovljive proizvodnje, koje, ukratko, govore da brzi reaktori i rusko tehnološko vodstvo blistaju u budućnosti u narednim decenijama.

U reaktoru na brzim neutronima nema moderatora, a energija se stvara fisijom uranijuma i plutonijuma brzim neutronima. Kao gorivo koristi se uran-dioksid U0 2 sa visokim obogaćenjem u 2 3sU (17^-26%) ili mješavina U0 2 i Pu0 2. Aktivna zona je okružena zonom razmnožavanja (blanketom) koja se sastoji od gorivih šipki koje sadrže gorivne sirovine (osiromašene 228 U ili 2 s 2 Tb). Neutrone emitovane iz aktivne zone hvataju u zoni razmnožavanja jezgra sirovine goriva, kao rezultat toga nastaje novo nuklearno gorivo - fisijski izotopi 239PU i NZi. Stoga se „takav reaktor naziva oplemenjivač (uzgajivač). Brzi reaktori ne zahtijevaju moderator, a rashladna tekućina ne bi trebala usporavati neutrone.

Reaktor na brzim neutronima - nuklearni reaktor koji koristi neutrone s energijom > 0,1 MeB za održavanje nuklearne lančane reakcije.Converter Reactor - nuklearni rejuvenator, u procesu kojeg se proizvodi novi izotopski sastav nuklearnog goriva u odnosu na izgorjelo.

Breeder Reactor (uzgajivač) - nuklearni reaktor koji vam omogućava proizvodnju nuklearnog goriva u količini koja premašuje potrebe samog reaktora. Obično je to brzi reaktor, u kojem faktor konverzije prelazi 1 i vrši se proširena proizvodnja nuklearnog goriva. U takvom reaktoru, neutroni koji se oslobađaju tokom fisije nuklearnog goriva (na primjer, 233 U) stupaju u interakciju s jezgrima sirovine smještene u reaktor (na primjer, 238 U), kao rezultat toga, sekundarno nuklearno gorivo (239 Pu ) se formira. U tom slučaju se proizvodi više fisionog materijala nego što se spaljuje u reaktoru.

U reaktoru reaktorskog tipa, gorivo koje se reprodukuje i sagoreva su izotopi istog hemijskog elementa (na primer, 2 35U se sagoreva, ^U se reprodukuje), u reaktoru konverterskog tipa - izotopi različitih hemijskih elemenata (npr. , 235U je spaljeno, 2 39 Pu se reprodukuje) .

U brzim reaktorima, nuklearno gorivo je obogaćena mješavina koja sadrži najmanje 15% izotopa nU. Glavni broj fisija uzrokovan je brzim neutronima, a svaki događaj fisije je praćen pojavom velikog (u poređenju sa fisijom termalnim neutronima) broja neutrona, koji ih, kada ih zahvate 2 3 8 U jezgri, transformiše (preko dva uzastopna /?-raspada) u 2 39Pu jezgra. Obično se za 100 fisionih jezgri goriva (235U) u brzim reaktorima formira 150 fisionih jezgri 2s9Pu (koeficijent razmnožavanja takvih reaktora dostiže 1,5, odnosno dobije se do 1,5 kg 239Pu su) po . Reprodukcija - reprodukcija fisijskog sekundarnog goriva iz sirovog (plodnog) materijala, tj. nuklearna transformacija plodnog materijala u fisiju. U nuklearnom reaktoru, neutroni generirani lančanom reakcijom fisije ne samo da se troše za održavanje, već se također apsorbiraju od 238 U ili 232 Th uz stvaranje fisijskih nuklida (na primjer, 239 Pu ili 233 U). Sekundarnim fisilnim gorivom smatra se 239 Pu i 233 U, materijal za reprodukciju - 238 U i 232 Th.

Materijal za reprodukciju - materijal koji sadrži jedan ili više plodnih nuklida.

plodni nuklid - nuklid koji se može direktno ili indirektno pretvoriti u fisijski nuklid zbog hvatanja neutrona. U prirodi postoje dva reproduktivna nuklida - 238 U i 232 Th.

Stopa konverzije, Kk je omjer broja jezgara južnog fisionog materijala nastalih u procesu konverzije (reprodukcije) prema broju fisioniranih jezgara originalnog fisionog materijala. Većina termalnih reaktora ima faktor konverzije od 0?10,9 i stoga su potrošači fisionih materijala. U reaktorima za razmnožavanje faktor konverzije prelazi jedinicu (1,15 + 1,30).

Stopa reprodukcije, Kv je omjer broja jezgara formiranog goriva prema broju jezgara sagorjelog fisijskog goriva.

Omjer razmnožavanja je omjer broja fisijskih jezgara formiranih prema broju onih koji su izgorjeli iz prvobitno napunjenog goriva. Ako je omjer razmnožavanja veći od jedan, tada je reaktor proširenog uzgoja goriva. Brzi reaktori imaju najveći omjer razmnožavanja (za BN-boo reaktore /Cv = 1,4). Od reaktora na termičkim neutronima, reaktori s teškom vodom, kao i gasno hlađeni reaktori sa grafitnim moderatorom (0,74-0,8), imaju najveći omjer razmnožavanja. Lakovodni reaktori vode pod pritiskom imaju najniži omjer razmnožavanja (0,54-0,6).

Odnos brzine akumulacije novih fisilnih nuklida, nastalih tokom hvatanja neutrona od strane plodnih nuklida, i brzine sagorevanja fisilnih nuklida naziva se koeficijent konverzije, Kk. Kk se naziva koeficijent reprodukcije (Kv) ako je >1. Većina termičkih reaktora ima Kk=0,5*H),9 i stoga su potrošači fisionih materijala. Zbog tako niske vrijednosti Kk nazivaju se pretvarači. Ako je Kk=1, tada se količina fisionog materijala u jezgru ne mijenja tokom rada reaktora. Omjer uzgoja od 1,15-7-1,30 može se postići samo kod brzih uzgajivača koji koriste U-Pu gorivo. U takvim reaktorima sa U-Pu oksidnim gorivom, sa čelikom kao konstrukcijskim materijalom i natrijumovim rashladnim sredstvom, postiže se Kv = 1,15^-1,30 pri prosečnoj vrednosti broja sekundarnih neutrona tj "2.4. Udio fisija na brzim neutronima, odnosno doprinos fertilnih nuklida ukupnom procesu fisije, za termalni reaktor je 0,014-0,03. U aktivnoj zoni brzog oplodnjaka, udio fisija na brzim neutronima može doseći 0,15.

Prednost brzih reaktora je mogućnost organizovanja proširene reprodukcije nuklearnog goriva u njima, tj. Istovremeno sa proizvodnjom energije proizvoditi novo umjesto sagorjelog nuklearnog goriva. U oplemenjivačima, iz iste količine uranijuma, moguće je dobiti 60 puta više energije nego u konvencionalnim termalnim neutronskim reaktorima. Reaktor na brzim neutronima omogućava da se kao gorivo koriste izotopi teških elemenata koji nisu sposobni za fisiju u reaktorima na termalnim neutronima. U gorivni ciklus mogu biti uključene rezerve 2 35 U i 2 2 Th, koje su u prirodi mnogo veće od 2 35U. Osiromašeni uranijum koji je ostao nakon obogaćivanja nuklearnog goriva za 2 zz također se može spaliti.

U toku rada brzog reaktora dolazi do intenzivnog oslobađanja neutrona, koje apsorbuje sloj 2 3 8 i nalaze se oko jezgre. Prosečno sagorevanje uranijum-plutonijum goriva u brzom reaktoru je 1004-150 MWtd/kg, tj. ona je 2,54-3 puta veća nego u reaktorima na termalnim neutronima. Da bi se postigla ova dubina sagorijevanja, potrebna je visoka otpornost na zračenje gorivih šipki, stabilnost geometrijskih parametara, očuvanje nepropusnosti i plastičnosti omotača gorivih šipki, njihova kompatibilnost s produktima fisije, otpornost na korozivni učinak rashladnog sredstva itd. su neophodni. Po svojim fizičkim principima, brzi reaktori hlađeni tekućim metalom imaju najveći inherentni sigurnosni potencijal.

Brzi reaktori praktički nemaju ograničenja na resurse goriva. Još jedna prednost brzih reaktora je veći stepen izgaranje goriva (tj. duži period kampanje), a nedostaci su visoka cijena, zbog nemogućnosti korištenja najjednostavnije rashladne tekućine - vode, složenost konstrukcije, visoki kapitalni troškovi i visoka cijena visoko obogaćeno gorivo.

Oslobađanje toplote reaktora na brze neutrone je 104-15 puta veće od oslobađanja toplote reaktora sa sporim neutronima. Uklanjanje topline u takvom reaktoru može se izvesti samo korištenjem tekućih metalnih rashladnih sredstava, kao što su natrij, kalij, ili energetski intenzivnih plinskih rashladnih sredstava s najboljim termičkim inženjeringom i termofizičkim karakteristikama, kao što su helijum i disocijacijski plinovi.

Prednost natrijuma kao rashladnog sredstva u odnosu na druge tečne metale: niske temperature tačka topljenja (7^=98°), nizak pritisak pare, toplota tačka ključanja, odlična toplotna provodljivost, nizak viskozitet, mala težina, termička i radijacijska stabilnost, nizak učinak korozije na konstrukcijske materijale, pristupačan i jeftin materijal, umjerena potrošnja energije za njegovo pumpanje (zbog male težine i niskog viskoziteta). Natrijum reaguje sa tragovima kiseonika i vode u okolini da bi nastao natrijum hidroksid i vodonik, štiteći na taj način druge komponente reaktora od korozije. Mala težina (niska gustina) natrijuma poboljšava otpornost na potrese. Prilikom rada s natrijumom treba uzeti u obzir da je čistoća natrijuma visoka: ponekad 99,95 %.

Natrijum je veoma aktivan hemijski element. Gori na zraku i u atmosferi drugih oksidacijskih sredstava. Vrući natrijum u kontaktu s betonom može reagirati s komponentama betona i osloboditi vodonik, koji je zauzvrat eksplozivan. Moguće su reakcije natrijuma s vodom i organskim materijalima, praćene paljenjem. Proizvod aktivacije natrijuma neutronima 2Tj/ 2 =14,96 h).

Zbog velikog oslobađanja topline i kako bi se isključio kontakt radioaktivnog natrijuma s vodom u slučaju mogućih kršenja normalnog režima izmjene topline, tehnološka šema Reaktor je izabran kao trokružni: natrijum se koristi kao rashladno sredstvo u prvom i drugom krugu, a voda i para u trećem. Natrijum primarnog kruga se u međuizmjenjivačima topline hladi natrijumom drugog kruga. U srednjem krugu sa natrijum rashladnom tečnošću stvara se veći pritisak nego u prvom kako bi se sprečilo curenje radioaktivnog rashladnog sredstva iz primarnog kruga kroz moguće kvarove na izmenjivaču toplote. U generatorima pare sekundarnog kruga, natrijum prenosi toplotu na vodu u trećem krugu, što rezultira parom pod visokim pritiskom koja se šalje u turbinu spojenu na električni generator. Iz turbine, para će slušati kondenzator. Kako bi se izbjeglo curenje zračenja, krugovi nosača topline i generatora pare rade u zatvorenim ciklusima.

Upotreba hemijski inertnog rastopljenog olova visokog ključanja (ili Pb/Bi-eutektika) kao rashladnog sredstva omogućava napuštanje šeme odvođenja toplote sa tri petlje i prelazak na šemu sa dve petlje. Reaktor s takvim rashladnim sredstvom ima prirodnu sigurnost: čak i u slučaju smanjenja tlaka olovnog kruga i njegovog direktnog kontakta s atmosferom, emisije toksičnosti i radioaktivnosti neće zahtijevati evakuaciju stanovništva i otuđenje teritorije.

U jezgru reaktora na brzim neutronima postavljeni su gorivni elementi sa visoko obogaćenim 2 35U gorivom (najmanje 15% izotopa 2 35U). Aktivna zona je okružena zonom razmnožavanja – pokrivačem koji se sastoji od gorivih šipki koje sadrže sirovine goriva (osiromašeni uranijum). Neutroni koji se emituju iz aktivne zone hvataju se u zoni razmnožavanja jezgrima urana, kao rezultat toga, formira se novo nuklearno gorivo - 239Pu, koje se jednostavnim operacijama može dovesti do kvaliteta oružja.

Rice. 7.

Reaktori na brzim neutronima dizajnirani su za proizvodnju plutonijuma za oružje. Sada su našli primenu u energetskom sektoru, posebno da obezbede prošireno oplemenjivanje fisivnog plutonijuma 2s9Pu iz 2s8 i da sagore sve ili značajan deo prirodnog uranijuma, kao i postojeće rezerve osiromašenog uranijuma. Razvojem energetike u reaktorima na brzim neutronima može se riješiti problem samodovoljnosti nuklearne energije gorivom. Brzi reaktori privlače pažnju kao uređaji za sagorevanje aktinida (prvenstveno plutonijuma za oružje i reaktorske klase) i reciklažnog otpada SNF, što omogućava rešavanje kako problema širenja nuklida za oružje, tako i problema bezbednog rukovanja radioaktivnim otpadom. Uvođenje reaktora na brze neutrone u elektroenergetici moglo bi povećati efikasnost upotrebe uranijuma za faktor 60.

U Rusiji, u NPP Belojarsk, radi BN-boo - reaktor za razmnožavanje posuda pod pritiskom sa integrisanim rasporedom opreme zasnovane na brzim neutronima.

Integrisani raspored - raspored reaktora, u kojem su svi elementi primarnog rashladnog sistema montirani u istoj zapremini sa reaktorom.

Termička shema jedinice je trokružna: u prvom i drugom krugu rashladna tekućina je natrijum, u trećem - voda i para. Toplota se odvodi iz jezgre pomoću tri nezavisne cirkulacijske petlje, od kojih se svaka sastoji od glavne cirkulacijske pumpe 1. kruga, dva srednja izmjenjivača topline, glavne cirkulacijske pumpe 2. kruga s međuspremnikom na ulazu i tlaka u nuždi rasterećeni rezervoar, generator pare, kondenzaciona turbina sa standardnim termičkim krugom i generator. Rashladno sredstvo je natrijum.

Električna snaga reaktora je boo MW, toplotna snaga je 1470 MW. Temperatura rashladnog sredstva na ulazu u reaktor je 370 0 , a na izlazu - 550°, pritisak pare je 14,2 MPa, temperatura pare je 505 0 .

Nuklearni reaktor BN-boo je projektovan sa "integralnim" rasporedom opreme, u kojem su jezgra i oprema primarnog kruga (glavne cirkulacione pumpe i međuizmjenjivači topline) smješteni u reaktorskoj posudi pod pritiskom. Gorivne šipke su po dužini jezgra ispunjene čaurama od obogaćenog uran-oksida (ili mješavine uran-oksida i plutonijum-oksida), a iznad i ispod jezgre nalaze se završna sita od briketa osiromašenog uran-oksida. Gorivni elementi zone uzgoja punjeni su briketima sa osiromašenim uranijumom. Gasne šupljine iznad nivoa natrijuma u reaktoru su ispunjene argonom.

Rice. 8. Dizajn BN-boo reaktora: 1 - osovina; 2 - tijelo; h - glavna cirkulaciona pumpa primarnog kola; 4 - motor pumpe; 5 - veliki okretni utikač; 6 - zaštita od zračenja; 7 - natrijum-natrijum izmenjivač toplote; 8 - centralni rotacioni stub sa CPS mehanizmima; 9 - aktivna zona.

Glavna karakteristika upotrebe uranijum-plutonijum goriva u BN je da je u svojoj srži proces nuklearne fisije brzim neutronima praćen većim prinosom (za 20-27%) sekundarnih neutrona nego u reaktorima na termalnim neutronima. To stvara glavni preduvjet za dobivanje visoke vrijednosti koeficijenta oplemenjivanja i osigurava prošireni uzgoj nuklearnog goriva u reaktorima za razmnožavanje.

Trenutno se u nuklearnoj elektrani Belojarsk gradi reaktor BN-8oo snage 88o MW, dizajniran da značajno proširi bazu goriva nuklearne energetike i minimizira radioaktivni otpad kroz organizaciju zatvorenog nuklearnog gorivnog ciklusa.

U prethodnim člancima smo saznali da ni solarna energija neće moći zadovoljiti potrebe čovječanstva (zbog brzog kvara baterija i njihove cijene), niti termonuklearna energija (jer čak i nakon postizanja pozitivnog energetskog prinosa u eksperimentalnim reaktorima, postoji ostaje fantastična količina problema u načinu komercijalne upotrebe). Šta ostaje?

Više od sto godina, uprkos svom napretku čovečanstva, najveći deo električne energije dobija se banalnim sagorevanjem uglja (koji je još uvek izvor energije za 40,7% proizvodnih kapaciteta u svetu), gasa (21,2% ), naftnih derivata (5,5%) i hidroenergije (još 16,2%, ukupno sve ovo - 83,5% od ).

Ono što ostaje je nuklearna energija, sa konvencionalnim termalnim reaktorima (za koje je potreban rijedak i skup U-235) i reaktorima na brzim neutronima (koji mogu obraditi prirodni U-238 i torij u "zatvorenom ciklusu goriva").

Šta je to mitski „zatvoreni gorivni ciklus“, koje su razlike između reaktora na brzim i termalnim neutronima, kakvi dizajni postoje, kada od svega toga možemo očekivati ​​sreću, i naravno – pitanje sigurnosti – pod rezom.

O neutronima i uranijumu

U školi su nam svima govorili da se U-235, kada ga neutron udari, dijeli sa oslobađanjem energije, i još 2-3 neutrona izlete. U stvarnosti je, naravno, sve nešto složenije, a ovaj proces u velikoj mjeri ovisi o energiji ovog početnog neutrona. Pogledajmo dijagrame poprečnog presjeka (=vjerovatnosti) reakcije hvatanja neutrona (U-238 + n -> U-239 i U-235 + n -> U-236), i reakcije fisije za U-235 i U-238 u zavisnosti od energije (=brzina) neutrona:

Kao što možete vidjeti, vjerovatnoća hvatanja neutrona fisijom za U-235 raste sa smanjenjem energije neutrona, stoga se u konvencionalnim nuklearnim reaktorima neutroni "usporavaju" u grafitu/vodi do te mjere da njihova brzina postaje ista poredak kao brzina termičke vibracije atoma u kristalnoj rešetki (otuda naziv - termalni neutroni). A vjerovatnoća fisije U-238 termalnim neutronima je 10 miliona puta manja od U-235, zbog čega se prirodni uranijum mora prerađivati ​​u tonama da bi se pokupio U-235.

Neko ko pogleda grafikon ispod mogao bi reći: Oh, odlična ideja! I spržimo jeftini U-238 sa 10MeV neutronima - trebalo bi da se ispostavi da je to lančana reakcija, jer tu graf poprečnog presjeka za fisiju raste! Ali tu postoji problem - neutroni koji se oslobađaju kao rezultat reakcije imaju energiju od samo 2 MeV ili manje (u prosjeku ~ 1,25), a to nije dovoljno za pokretanje samoodržive reakcije na brzim neutronima u U- 238 (ili je potrebno više energije, ili je više neutrona izletjelo iz svakog odjeljka). Eh, nesrećno čovečanstvo u ovom univerzumu...

Međutim, da je samoodrživa reakcija na brze neutrone u U-238 mogla biti tako jednostavna, postojali bi prirodni nuklearni reaktori, kao što je bio slučaj s U-235 u Oklu, i, shodno tome, U-238 u prirodi u obrazac veliki depoziti ne bi sreo.

Konačno, ako napustimo "samoodrživost" reakcije, još uvijek je moguće podijeliti U-238 direktno kako bi se dobila energija. Ovo se, na primjer, koristi u termonuklearnim bombama - 14,1 MeV neutrona iz D+T reakcijske podjele U-238 u školjki bombe - i na taj način je moguće povećati snagu eksplozije gotovo besplatno. U kontrolisanim uslovima - ostaje teoretska mogućnost kombinovanja termonuklearnog reaktora i omotača (ljuske) od U-238 - kako bi se povećala energija termonuklearne fuzije za ~ 10-50 puta usled reakcije fisije.

Ali kako podijeliti U-238 i torij u samoodrživoj reakciji?

Zatvoreni ciklus goriva

Ideja je sljedeća: pogledajmo ne presjek fisije, već presjek hvatanja: Uz odgovarajuću energiju neutrona (ne premalu i ne preveliku), U-238 može uhvatiti neutron i nakon 2 raspada, postati plutonijum-239:

Iz istrošenog goriva se može izolovati plutonijum hemijski, i prave MOX gorivo (mješavina oksida plutonijuma i uranijuma) koje se može spaljivati ​​i u brzim reaktorima i u konvencionalnim, termalnim. Proces hemijske prerade istrošenog goriva - može biti veoma težak zbog njegove visoke radioaktivnosti, i još nije u potpunosti razriješen i nije praktično razrađen (ali je rad u toku).

Za prirodni torij - sličan proces, torij hvata neutron, a nakon spontane fisije - postaje uranijum-233, koji se fisije na sličan način kao uranijum-235 i oslobađa se iz istrošenog goriva hemijski:

Ove reakcije se, naravno, odvijaju i u konvencionalnim termičkim reaktorima - ali zbog moderatora (koji uvelike smanjuju mogućnost hvatanja neutrona) i kontrolnih šipki (koje apsorbiraju dio neutrona), količina proizvedenog plutonija je manja od uranijuma. -235 opekotina. Da biste generirali više fisionih tvari nego što izgaraju, morate izgubiti što manje neutrona na upravljačkim šipkama (na primjer, korištenjem kontrolnih šipki od običnog uranijuma), konstrukciji, rashladnoj tekućini (više o tome u nastavku) i potpuno se riješiti moderator neutrona (grafit ili voda).

Zbog činjenice da je presjek fisije brzih neutrona manji od toplinskih neutrona, potrebno je povećati koncentraciju fisionog materijala (U-235, U-233, Pu-239) u jezgri reaktora sa 2-4 na 20% i više. A proizvodnja novog goriva se vrši u kasetama sa torijom/prirodnim uranijumom koji se nalaze oko ovog jezgra.

Srećom, ako je fisija uzrokovana brzim neutronom, a ne toplinskim - reakcija oslobađa ~1,5 puta više neutrona nego u slučaju fisije termalnim neutronima - što reakciju čini realnijom:

Upravo to povećanje broja generiranih neutrona omogućava stvaranje više goriva nego što je prvobitno bilo. Naravno, novo gorivo se ne uzima iz vazduha, već se proizvodi od "beskorisnog" U-238 i torijuma.

O rashladnoj tečnosti

Kao što smo gore saznali, voda se ne može koristiti u brzom reaktoru - izuzetno je efikasna u usporavanju neutrona. Šta to može zamijeniti?

plinovi: Reaktor možete ohladiti helijumom. Ali zbog malog toplotnog kapaciteta, teško je na ovaj način rashladiti moćne reaktore.

Tečni metali: Natrijum, kalijum se široko koriste u brzim reaktorima širom svijeta. Od prednosti - niska tačka topljenja i rad na skoro atmosferskom pritisku, ali ovi metali veoma dobro sagorevaju i reaguju sa vodom. Jedini radni energetski reaktor BN-600 na svijetu radi na natrijum rashladnoj tečnosti.

Olovo, bizmut- koriste se u reaktorima BREST i SVBR koji se trenutno razvijaju u Rusiji. Od očiglednih nedostataka - ako se reaktor ohladio ispod tačke smrzavanja olova/bizmuta - vrlo ga je teško i dugo zagrijavati (o onima koji nisu očigledni možete pročitati na linku na wikiju). Općenito, postoji mnogo tehnoloških problema na putu implementacije.

Merkur- postojao je reaktor BR-2 sa živinom rashladnom tečnošću, ali kako se ispostavilo, živa relativno brzo rastvara strukturne materijale reaktora - tako da se živini reaktori više nisu gradili.

egzotično: Posebna kategorija - reaktori sa rastopljenom soli - LFTR - rade na različitim vrstama fluorida fisionih materijala (uranijum, torijum, plutonijum). 2 "laboratorijska" reaktora izgrađena su u SAD-u u Oak Ridge National Laboratory 60-ih godina, a od tada nijedan drugi reaktor nije implementiran, iako ima mnogo projekata.

Radni reaktori i zanimljivi projekti

Ruski BOR-60- eksperimentalni reaktor na brzim neutronima, koji radi od 1969. godine. Na njemu se posebno ispituju strukturni elementi novih reaktora na brzim neutronima.

Ruski BN-600, BN-800: Kao što je već spomenuto, BN-600 je jedini energetski reaktor na brzim neutronima na svijetu. Radi od 1980. godine, dok je na uranijumu-235.

U 2014. planirano je lansiranje snažnijeg BN-800. Već je planirano da se počne koristiti MOX gorivo (sa plutonijumom), te započeti rad na zatvorenom ciklusu goriva (sa preradom i sagorijevanjem proizvedenog plutonijuma). Tada može postojati serijski BN-1200, ali odluka o njegovoj izgradnji još nije donesena. Prema iskustvu izgradnje i industrijskog rada reaktora na brzim neutronima, Rusija je napredovala mnogo dalje od bilo koga drugog i nastavlja svoj aktivan razvoj.

Mali brzi reaktori za operativna istraživanja nalaze se i u Japanu (Jōyō), Indiji (FBTR) i Kini (Kina eksperimentalni brzi reaktor).

Japanski reaktor Monju- najnesrećniji reaktor na svetu. 1995. godine je izgrađen, a iste godine je iscurilo nekoliko stotina kilograma natrijuma, kompanija je pokušala da sakrije razmjere incidenta (zdravo Fukushima), reaktor je ugašen 15 godina. U maju 2010. reaktor je konačno pušten u pogon na smanjenoj snazi, ali je u avgustu, tokom dopunjavanja goriva, u reaktor bačena dizalica od 3,3 tone, koja je odmah potonula u tečni natrijum. Dizalicu je bilo moguće nabaviti tek u junu 2011. godine. Dana 29. maja 2013. godine bit će donesena odluka o trajnom zatvaranju reaktora.

Putni talasni reaktor: Od poznatih nerealizovanih projekata - "reaktor putujućih talasa" - reaktor na putujućim talasima, TerraPower. Ovaj projekat je promovirao Bill Gates - pa su o njemu pisali dva puta na Habréu:,. Ideja je bila da se "jezgro" reaktora sastoji od obogaćenog uranijuma, a oko njega - kaseta sa U-238/torijumom, u kojima bi se proizvodilo buduće gorivo. Zatim bi robot pomerio ove kasete bliže centru - i reakcija bi se nastavila. Ali u stvarnosti, veoma je teško izvesti sve ovo bez hemijske obrade, a projekat nikada nije krenuo.

O sigurnosti nuklearne energije

Kako mogu reći da se čovječanstvo može osloniti na nuklearnu energiju - a to je nešto nakon Fukušime?

Činjenica je da je svaka energija opasna. Prisjetimo se nesreće na brani Banqiao u Kini, izgrađenoj, između ostalog, za proizvodnju struje - tada je od nje umrlo 26.000 ljudi. do 171 hiljada čovjek. U nesreći u hidroelektrani Sayano-Shushenskaya - poginulo je 75 ljudi. Samo u Kini, 6.000 rudara pogine svake godine u iskopavanju uglja, a to ne računajući zdravstvene efekte udisanja izduvnih gasova iz CHP-a.

Broj nesreća u nuklearnim elektranama ne zavisi od broja elektrana, jer svaki pad se može dogoditi samo jednom u nizu. Nakon svakog incidenta - uzroci se analiziraju i otklanjaju na svim blokovima. Da, posle Černobilska nesreća- sve jedinice su finalizirane, a nakon Fukušime, Japancima je generalno oduzeta nuklearna energija (međutim, postoje i teorije zavjere - očekuje se da će SAD i saveznici imati manjak uranijuma-235 u narednih 5-10 godine).

Problem sa istrošenim gorivom direktno rješavaju reaktori na brzim neutronima, tk. osim poboljšanja tehnologije prerade otpada, stvara se i manje otpada: teški (aktinidi), dugovječni produkti reakcije također „sagorevaju“ brzi neutroni.

Zaključak

Brzi reaktori imaju glavnu prednost koju svi očekuju od termonuklearnih reaktora - gorivo za njih bit će dovoljno čovječanstvu za hiljade i desetine hiljada godina. Ne morate ga čak ni minirati - već je miniran i leži

Nakon puštanja u rad i uspješnog rada prve nuklearne elektrane u svijetu 1955. godine, na inicijativu I. Kurchatova, donesena je odluka da se na Uralu izgradi industrijska nuklearna elektrana sa vodenim reaktorom pod pritiskom kanalnog tipa. Karakteristike ovog tipa reaktora su pregrijavanje pare do visokih parametara direktno u jezgru, što je otvorilo mogućnost korištenja serijske turbinske opreme.

Godine 1958. u centru Rusije u jednoj od slikovitih kutaka Uralska priroda pokrenula je izgradnju nuklearne elektrane Beloyarsk. Za instalatere, ova stanica je počela davne 1957. godine, a pošto je u to vrijeme zatvorena tema nuklearnih elektrana, u prepisci i životu zvala se Beloyarskaya GRES. Ovu stanicu su pokrenuli zaposleni u trustu Uralenergomontazh. Njihovim zalaganjem 1959. godine stvorena je baza sa radionicom za proizvodnju vodovodnih i parnih cjevovoda (1 reaktorski krug), izgrađene su tri stambene zgrade u selu Zarechny i ​​započela je izgradnja glavne zgrade.

Godine 1959. na gradilištu su se pojavili radnici povjerenstva Tsentroenergomontazh, koji su dobili instrukcije da montiraju reaktor. Krajem 1959. godine, dionica iz Dorogobuža, Smolenska oblast, premještena je za izgradnju nuklearne elektrane, a V. Nevsky je predvodio instalaterske radove, budući direktor Beloyarsk NPP. Svi radovi na instalaciji termičke i mehaničke opreme u potpunosti su prebačeni na Tsentroenergomontazh trust.

Intenzivan period izgradnje Belojarske NEK počeo je 1960. godine. U to vrijeme, uz građevinske radove, instalateri su morali ovladati novim tehnologijama ugradnje nehrđajućih cjevovoda, oblaganja posebnih prostorija i skladišta radioaktivnog otpada, ugradnje reaktorskih konstrukcija, zidanja grafita, automatskog zavarivanja itd. U hodu smo učili od stručnjaka koji su već učestvovali u izgradnji nuklearnih objekata. Prešavši sa tehnologije ugradnje termoelektrana na ugradnju opreme za nuklearne elektrane, zaposleni u Tsentroenergomontazhu uspješno su se nosili sa svojim zadacima, a 26. aprila 1964. godine prvi energetski blok Belojarske NEK sa AMB-om Reaktor 100 isporučio je prvu struju u energetski sistem Sverdlovsk. Ovaj događaj, zajedno sa puštanjem u rad 1. bloka NE Novovoronjež, značio je rođenje velike nuklearne industrije u zemlji.

Reaktor AMB-100 bio je dodatno poboljšanje u dizajnu reaktora prve nuklearne elektrane na svijetu u Obninsku. Bio je to kanalski reaktor sa višim termičkim karakteristikama jezgra. Dobivanje pare visokih parametara zbog nuklearnog pregrijavanja direktno u reaktoru bio je veliki korak naprijed u razvoju nuklearne energije. reaktor je radio u jednoj jedinici sa turbogeneratorom od 100 MW.

Sa konstruktivne tačke gledišta, reaktor prvog energetskog bloka Belojarske elektrane pokazao se zanimljivim po tome što je zapravo napravljen bez okvira, odnosno reaktor nije imao teško kućište od više tona, kao, recimo, reaktor voda-voda iste snage VVER sa kućištem dužine 11-12 m, prečnika 3-3,5 m, debljine zida i dna 100-150 mm ili više. Mogućnost izgradnje nuklearne elektrane sa reaktorima otvorenog kanala pokazala se vrlo primamljivom, jer je oslobodila pogone teškog inženjeringa potrebe za proizvodnjom čeličnih proizvoda težine 200-500 tona. Ali implementacija nuklearnog pregrijavanja direktno u reaktoru pokazalo se da je to povezano sa poznatim poteškoćama u regulisanju procesa, posebno u pogledu praćenja njegovog napredovanja. , sa zahtevom za preciznošću rada veoma velikog broja uređaja, prisustvom velikog broja cevi različitih veličina ispod visokog pritiska, itd.

Prvi blok NE Belojarsk dostigao je svoj puni projektni kapacitet, međutim, zbog relativno malog instaliranog kapaciteta bloka (100 MW), složenosti njegovih tehnoloških kanala i, posljedično, visoke cijene, cijene od 1 kWh ispostavilo se da je električna energija znatno veća od one u termoelektranama Urala.

Drugi blok NE Belojarsk sa reaktorom AMB-200 izgrađen je brže, bez velikih napora u radu, jer je tim za izgradnju i montažu već bio obučen. Reaktorsko postrojenje je značajno poboljšano. Imao je jednokružno rashladnu shemu, što je pojednostavilo tehnološku shemu cijele nuklearne elektrane. Kao i kod prvog agregata, glavna karakteristika reaktora AMB-200 je ispuštanje pare visokih parametara direktno u turbinu. 31. decembra 1967. godine na mrežu je priključen agregat br. 2 čime je završena izgradnja 1. etape stanice.

Značajan dio istorije rada 1. etape BNPP bio je ispunjen romansom i dramom, karakterističnom za sve novo. To je posebno bilo svojstveno periodu razvoja blokova. Smatralo se da u tome ne bi trebalo biti problema - postojali su prototipovi od AM reaktora "Prvi na svijetu" do industrijskih reaktora za proizvodnju plutonija, na kojima su osnovni koncepti, tehnologije, dizajnerska rješenja, mnoge vrste opreme i sistema, pa čak i značajan dio tehnoloških režima je testiran. Međutim, pokazalo se da je razlika između industrijske nuklearne elektrane i njenih prethodnika toliko velika i jedinstvena da su se pojavili novi, dosad nepoznati problemi.

Najveći i najočitiji od njih bila je nezadovoljavajuća pouzdanost kanala za isparavanje i pregrijavanje. Nakon kratkog perioda njihovog rada došlo je do smanjenja tlaka gorivnih elemenata plinom ili curenja rashladne tekućine sa neprihvatljivim posljedicama po grafitnu dimnjaku reaktora, tehnološke načine rada i popravke, te izlaganje zračenju osoblja i okoline. Prema naučnim kanonima i proračunskim standardima tog vremena, to se nije smjelo dogoditi. Dubljim proučavanjem ovog novog fenomena potrebno je preispitati ustaljene ideje o osnovnim zakonima ključanja vode u cijevima, jer je čak i pri maloj gustini toplotnog fluksa nastajala dotad nepoznata vrsta krize prijenosa topline, koja je otkrivena 1979. od V.E. Doroshchuka (VTI) i kasnije nazvana "kriza prijenosa topline tipa II".

Godine 1968. doneta je odluka o izgradnji trećeg bloka sa reaktorom na brzim neutronima, BN-600, u elektrani Belojarsk. Naučno vodstvo Kreiranje BN-600 izvršio je Institut za fiziku i energetiku, projektiranje reaktorskog postrojenja izvršio je Eksperimentalni projektantski biro za mašinstvo, a generalni projekat bloka izveo je Lenjingrad. filijala Atomelektroproekt. Blok je izgradio generalni izvođač - trust "Uralenergostroj".

Prilikom njegovog projektovanja uzeto je u obzir iskustvo rada reaktora BN-350 u Ševčenku i reaktora BOR-60. Za BN-600 usvojen je ekonomičniji i konstruktivno uspješniji integrirani raspored primarnog kruga, prema kojem se jezgra reaktora, pumpe i međuizmjenjivači topline nalaze u jednoj zgradi. Reaktorska posuda, promjera 12,8 m i visine 12,5 m, bila je postavljena na valjkaste ležajeve pričvršćene na temeljnu ploču osovine reaktora. Masa reaktorskog sklopa bila je 3900 tona, i ukupno natrijuma u fabrici prelazi 1900 tona. Biološka zaštita je izrađena od čeličnih cilindričnih sita, čeličnih ingota i cijevi sa grafitnim punilom.

Zahtjevi za kvalitetom montažnih i zavarivačkih radova za BN-600 pokazali su se za red veličine veći od onih koji su prethodno postignuti, a tim za montažu morao je hitno prekvalifikaciju osoblja i savladati nove tehnologije. Tako je 1972. godine, prilikom sklapanja reaktorske posude od austenitnih čelika, prvi put korišten betatron za kontrolu velikih zavarenih spojeva translucencijom.

Osim toga, prilikom ugradnje unutrašnjosti reaktora BN-600, postavljeni su posebni zahtjevi za čistoćom, te su evidentirani svi uneseni i izvađeni dijelovi iz unutrašnjosti reaktora. To je bilo zbog nemogućnosti daljeg ispiranja reaktora i cjevovoda natrijumskim rashladnim sredstvom.

Važnu ulogu u razvoju tehnologije instalacije reaktora odigrao je Nikolaj Muravjov, koji je bio pozvan da radi iz Nižnji Novgorod gdje je prethodno radio u projektantskom birou. Bio je jedan od programera projekta reaktora BN-600, a do tada je već bio u penziji.

Tim instalatera uspješno se nosio sa postavljenim zadacima za ugradnju jedinice za brze neutrone. Punjenje reaktora natrijumom pokazalo je da je čistoća kruga održavana čak i višom nego što je potrebno, jer se pokazalo da je tačka stinjavanja natrijuma, koja u tečnom metalu zavisi od prisustva stranih kontaminanata i oksida, niža od one postignute tokom instalacija reaktora BN-350, BOR-60 u SSSR-u i nuklearnih elektrana "Feniks" u Francuskoj.

Uspeh instalaterskih timova na izgradnji Belojarske NEU umnogome je zavisio od rukovodilaca. Prvo je to bio Pavel Ryabukha, zatim je došao mladi energični Vladimir Nevski, a zatim ga je zamijenio Vazgen Kazarov. V. Nevsky je mnogo učinio za formiranje tima montažera. Godine 1963. imenovan je za direktora Belojarske NEK, a kasnije je bio na čelu Glavatomenerga, gdje je vrijedno radio na razvoju nuklearne industrije zemlje.

Konačno, 8. aprila 1980. godine puštena je u rad elektrana br. 3 Belojarske elektrane sa reaktorom na brzim neutronima BN-600. Neke dizajnerske karakteristike BN-600:

• električna snaga - 600 MW;
• toplotna snaga - 1470 MW;
• temperatura pare - 505 ° C;
• pritisak pare - 13,7 MPa;
• bruto termodinamička efikasnost - 40,59%.

Posebnu pažnju treba posvetiti iskustvu rukovanja natrijumom kao rashladnom tečnošću. Ima dobra termofizička i zadovoljavajuća nuklearno-fizička svojstva, dobro je kompatibilan sa nerđajućim čelicima, uranijumom i plutonijum dioksidom. Konačno, nije oskudan i relativno jeftin. Međutim, on je vrlo kemijski aktivan, zbog čega je njegova primjena zahtijevala rješavanje najmanje dva ozbiljna problema: minimiziranje vjerovatnoće curenja natrijuma iz cirkulacijskih krugova i međukrugnog curenja u parogeneratorima i osiguravanje efikasne lokalizacije i zaustavljanja izgaranja natrijuma u slučaju od curenja.

U cjelini, prvi zadatak je prilično uspješno riješen u fazi razvoja opreme i projekata cjevovoda. Integralni raspored reaktora pokazao se vrlo uspješnim, u kojem su sva glavna oprema i cjevovodi 1. kruga s radioaktivnim natrijem "sakriveni" unutar reaktorske posude, pa se stoga njegovo curenje, u principu, pokazalo mogućim. samo iz nekoliko pomoćnih sistema.

I premda je BN-600 danas najveća energetska jedinica s reaktorom na brzim neutronima na svijetu, Belojarska NPP nije jedna od nuklearnih elektrana s velikim instaliranim kapacitetom. Njegove razlike i prednosti određuju novina i jedinstvenost proizvodnje, njeni ciljevi, tehnologija i oprema. Svi reaktorski objekti BelNPP projektovani su za pilot-industrijsku potvrdu ili negiranje tehničkih ideja i rešenja projektanata i projektanata, istraživanje tehnoloških režima, konstruktivnih materijala, gorivnih elemenata, upravljačkih i zaštitnih sistema.

Sva tri agregata nemaju direktne analoge ni u našoj zemlji ni u inostranstvu. Oni su utjelovili mnoge ideje perspektivni razvoj nuklearne energije:

• izgrađeni su i savladani energetski blokovi sa vodeno-grafitnim reaktorima industrijskog razmjera;
• korišćena su serijska turbinska postrojenja visokih parametara sa efikasnošću termoenergetskog ciklusa od 36 do 42%, što nema ni u jednoj nuklearnoj elektrani u svetu;
• koriste se gorivi sklopovi, čiji dizajn isključuje mogućnost ulaska u rashladno sredstvo aktivnosti fragmentacije čak i kada su gorivni elementi uništeni;
• u prvom krugu reaktora 2. bloka korišćeni su ugljenični čelici;
• tehnologija primjene i rukovanja tekućim metalnim rashladnim sredstvom je u velikoj mjeri savladana;

Belojarska elektrana bila je prva nuklearna elektrana u Rusiji koja se u praksi suočila s potrebom rješavanja problema razgradnje istrošenih reaktorskih jedinica. Razvoj ovog područja djelovanja, koje je vrlo relevantno za cjelokupnu nuklearnu industriju zbog nepostojanja organizacijske i regulatorne dokumentarne baze i neriješenog pitanja finansijsku podršku imao dug period inkubacije.

Više od 50 godina rada NE Belojarsk ima tri prilično izražene faze, od kojih je svaka imala svoje oblasti delovanja, specifične poteškoće u realizaciji, uspehe i razočarenja.

Prva faza (od 1964. do sredine 70-ih) bila je u potpunosti povezana sa puštanjem u rad, razvojem i postizanjem projektnog nivoa energetskih agregata 1. etape, velikim radovima na rekonstrukciji i rješavanje problema povezano s nesavršenošću blokova dizajna, tehnoloških režima i osiguranjem stabilnog rada kanala za gorivo. Sve je to zahtijevalo ogromne fizičke i intelektualne napore osoblja stanice, koje, nažalost, nije bilo okrunjeno povjerenjem u ispravnost i izglede izbora uran-grafitnih reaktora s nuklearnim pregrijavanjem pare za dalji razvoj Nuklearna energija. Međutim, najznačajniji dio akumuliranog radnog iskustva 1. faze uzet je u obzir od strane projektanata i projektanata prilikom kreiranja uranijum-grafitnih reaktora sljedeće generacije.

Početak 1970-ih bio je povezan s izborom novog smjera daljnjeg razvoja nuklearne energetike zemlje - reaktora na brzim neutronima, nakon čega je uslijedila mogućnost izgradnje nekoliko energetskih jedinica s reaktorima koji rade na miješanom uranijsko-plutonijskom gorivu. Prilikom određivanja lokacije za izgradnju prvog eksperimentalno-industrijskog bloka na brzim neutronima, izbor je pao na Belojarsku NE. Na ovaj izbor značajno je uticalo prepoznavanje sposobnosti timova graditelja, instalatera i osoblja postrojenja da pravilno izgrade ovaj jedinstveni agregat i osiguraju njegov pouzdan rad u budućnosti.

Ova odluka označila je drugu fazu u razvoju NE Belojarsk, koja je najvećim dijelom završena odlukom Državne komisije da prihvati završenu izgradnju energetskog bloka sa reaktorom BN-600 sa ocjenom „odličan“ rijetko kada koristi u praksi.

Sigurnost kvalitetne performanse posao ove faze je poveren najbolji specijalisti kako od izvođača radova za izgradnju i montažu, tako i od operativnog osoblja postrojenja. Osoblje elektrane steklo je veliko iskustvo u postavljanju i ovladavanju nuklearnom opremom, što je aktivno i plodno korišćeno u toku puštanja u rad u nuklearnim elektranama Černobil i Kursk. Posebno treba istaći NE Bilibino, gdje je, pored puštanja u rad, izvršena i dubinska analiza projekta, na osnovu koje je napravljen niz značajnih poboljšanja.

Puštanjem u rad trećeg bloka počela je treća faza postojanja stanice koja traje više od 35 godina. Ciljevi ove faze bili su postizanje projektnih parametara bloka, potvrda održivosti projektnih rješenja u praksi i stjecanje radnog iskustva za naknadno razmatranje pri projektovanju serijskog bloka sa reaktorom za razmjenu. Svi ovi ciljevi su do sada uspješno ostvareni.

Sigurnosni koncepti postavljeni u blok dizajnu općenito su potvrđeni. Budući da je tačka ključanja natrijuma za skoro 300 o C viša od njegove radne temperature, reaktor BN-600 radi gotovo bez pritiska u reaktorskoj posudi, koja je postala moguća da bude izrađena od visokoplastičnog čelika. Ovo praktički eliminira mogućnost brzorastućih pukotina. Šema prijenosa topline s tri petlje iz jezgre reaktora s povećanjem tlaka u svakoj slijedećoj petlji potpuno eliminira mogućnost da radioaktivni natrij iz 1. petlje uđe u drugu (neradioaktivnu) i još više u treću paru i vodu petlja.

Potvrda postignutog visoki nivo Sigurnost i pouzdanost BN-600 je sigurnosna analiza izvršena nakon nesreće u nuklearnoj elektrani Černobil, koja nije otkrila potrebu za hitnim tehničkim poboljšanjima. Statistika rada vanredne zaštite, hitnih isključenja, neplaniranih smanjenja radne snage i drugih kvarova pokazuje da je reaktor BN-6OO najmanje među prvih 25% najboljih nuklearnih jedinica u svijetu.

Prema rezultatima godišnjeg takmičenja Belojarsk NPP 1994, 1995, 1997. i 2001. godine. je nagrađen titulom „Najbolje nuklearne elektrane u Rusiji“.

Energetski blok broj 4 sa reaktorom na brzim neutronima BN-800 je u fazi pred lansiranje. Dana 27. juna 2014. nova 4. elektrana sa reaktorom BN-800 snage 880 MW dovedena je na nivo minimalne kontrolne snage. Energetska jedinica je dizajnirana da značajno proširi bazu goriva nuklearne energije i minimizira radioaktivni otpad kroz organizaciju zatvorenog ciklusa nuklearnog goriva.

Razmatra se mogućnost daljeg proširenja NE Belojarsk sa blokom br. 5 sa brzim reaktorom snage 1200 MW, koji je glavni komercijalni blok za serijsku izgradnju.